超临界轻水堆安全系统设计

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1、1 超临界轻水堆安全系统设计Yuki ISHIWATARI1, Yoshiaki OKA, Seiichi KOSHIZUKA, Akifumi YAMAJI，Jie LIU （日本东京大学）本文描述高温超临界压力轻水堆(Super LWR)的安全系统设计概念，该堆具有向下流动的水棒。因为该堆是没有水位和冷却剂循环的直流冷却系统，所以其基本安全要求是保持堆芯的冷却剂流量，而轻水堆(LWR)的基本安全要求则是保持冷却剂装量。对这种堆来说，“从冷段供给冷却剂”和“在热段排出冷却剂”是必要的。直流冷却系统的优点是反应堆卸压会导致堆芯冷却剂流动并冷却堆芯。向下流动的水棒加强了这种效应，因为顶部水室和水

2、棒就像一个反应堆压力容器内的安注箱一样将其水装量供给堆芯。Super LWR 的安全系统设计参考了LWR的安全系统并考虑到它自身的特点和安全原则。“冷却剂供给”由高压辅助给水系统和低压堆芯注入系统来保持，“冷却剂排出” 则由安全释放阀和自动卸压系统来保持。Super LWR 配备有两套独立的停堆系统：紧急停堆系统和备用液体控制系统。本研究所确定的容量和动作条件将用于安全分析中。关键词：直流冷却循环，超临界压力，向下流水棒，安全原则，安全系统设计I. 引言超临界压力水冷堆（ SCWR）的设计概念已由东京大学进行了研究。与轻水堆(LWR)相比，SCWR 的优点是反应堆系统简单、 反应堆和汽轮机系统

3、紧凑、 热效率高。典型的 SCWR设计的堆芯特性与沸水堆 (BWR)和压水堆 (PWR)的堆芯特性比较见 表1。在超临界压力下不发生沸腾。由于堆芯焓升高和采用无再循环的直流循环方式，因此堆芯冷却剂流量比 LWR小得多。堆芯流量与电功率的比值大约是BWR的1/10或者PWR的1/12。SCWR 的冷却系统与BWR 、PWR 和超临界火电厂(FPP)的冷却系统比较见图1。SCWR采用了和 FPP一样的直流冷却系统。 SCWR 的安全原则不同于 LWR，LWR具有冷却剂循环系统和水位。SCWR 的安全系统设计和安全分析需要考虑这些特点。SCWR 有高温热堆型（称为Super LWR或 SCLWR-H

4、）和高温快堆型（称为SCFR-H） 。 Super LWR 目前主要在东京大学进行研究， 其燃料组件的横截面见 图2。2 因为Super LWR 的堆芯流量比 LWR低很多，所以在燃料棒之间需考虑狭窄的间隙，以便为排热保持高的冷却剂流速。目前的设计间隙是1.0mm。由于堆芯上部燃料通道内的冷却剂密度相当大的降低，燃料组件含有许多中子慢化用的方形水棒。这种布置是由于均匀的子通道面积可获得均匀的慢化。采用向下流的水棒系统是为了达到更高的冷却剂出口温度，并使轴向慢化剂密度分布更加均匀。在反应堆压力容器（RPV）内的冷却剂流动见 图3。在目前的设计中， 30的冷却剂流量流到堆顶水室再向下通过控制棒导向

5、管流入水棒，在底部水室与来自于下降腔的冷却剂混合，然后向上流经燃料通道。表1堆芯特性比较 SCWR BWR PWR 压力 (MPa) 25 7.2 15.7 热/ 电功率 (MW) 2,740/1,200 3,293/1,137 3,411/1,180 热效率 (%) 43.8 34.5 34.6 堆芯入口 / 出口温度 (_C) 280/500 216/286 289/325 堆芯流量 (kg/s) 1,420 13,400 16,700 主蒸汽流量 (kg/s) 1,420 1,780 1,860 堆芯流量 / 电功率 (kg/s/MW) 1.18 11.8 14.2 主蒸汽流量 / 电功

6、率 (kg/s/MW) 1.18 1.57 1.58图1 电厂系统比较3 图2 Super LWR（热堆）的燃料组件图3 在RPV内的冷却剂流在过去的研究中进行过 SCFR-H 的安全分析。 SCFR-H采用如 图4所示的不带水棒的稠密栅六角形燃料组件。结果表明流动异常是最重要的事件，因为在直接冷却系统中“给水失流”会立即导致“堆芯冷却剂失流”。在SCFR-H 的研究中，安全原则和安全系统设计没有详细考虑。因为Super LWR 的电厂系统几乎和 SCFR-H 的相同，所以SCFR-H 的瞬态和事故序列可作为 Super LWR 安全分析的参考。然而，由于Super LWR 具有向下流的水棒，

7、预期它的特性会不同于SCFR-H。许多水棒作为一个热阱预期会缓解堆芯加4 热。由于冷却剂装量很大的顶部水室和水棒位于堆芯上游（见图3），因此预期它们会减轻流动异常。 虽然已进行了 Super LWR 的初步安全分析， 但还没有开展安全系统的详细设计。 本文的目的是描述 Super LWR 的安全原则和还未公布的安全系统设计。基于本文的在超临界压力条件下的瞬态和事故分析在文献11中描述。基于本文的失水事故分析将在下一篇报告中描述。图4 SCFR-H（快堆）的燃料组件II. 安全原则直流冷却系统的优势是卸压可有效冷却堆芯。卸压期间的冷却剂流动见图5。启动自动卸压系统（ ADS）就导致堆芯冷却剂流动

8、。向下流的水棒系统增强了这种效应，因为在顶部水室和水棒中的低温水将通过堆芯流到ADS。图6和图7表示了卸压过程的一个范例，这是由Super LWR下泄分析程序计算得到的。在该计算中，两台给水泵在 3秒时关闭，同时 8个ADS中的7个打开，紧急停堆和主蒸汽阀（MSIV）信号释放。尽管给水已失流，但卸压期间仍然维持了堆芯冷却剂流量。由于向下流的水棒系统，在卸压期间流到堆芯的冷却剂来源不仅是底部水室和下降腔，而且还有顶部水室和水棒，这在本研究中称为“压力容器内安注箱”。堆芯冷却剂流量随着ADS流量而变化，后者因压力、温度和质量的变化而振荡。在ADS启动后，反应堆功率因流量增加而立即上升，然后由于沸腾

9、和紧急停堆而下降。最热的包壳温度没有从初始值上升，因为功率与流量的比值保持了与上述的一致。在卸压之后，衰5 变热由低压堆芯注入系统（LPCI）带出。图5 卸压期间的冷却剂流动图6 卸压特性算例（流量和功率）LWR 具有冷却剂循环系统， 如象图1所示的 BWR的再循环系统和 PWR 的一次系统。 LWR 的基本安全要求是保持冷却剂装量，以便通过强迫循环或自然循环维持堆芯冷却。保持冷却剂装量是通过维持BWR 的RPV 水位和 PWR 稳压器水位来实现的。6 图7 卸压特性算例（压力和包壳温度）直流冷却系统没有冷却剂循环系统，在超临界压力运行期间不存在水位。上面描述的卸压特性表明，只要维持堆芯冷却剂

10、流量，减少冷却剂装量不会威胁直接冷却系统的安全。对于 Super LWR 来说不需要控制水装量。Super LWR 的基本安全要求是维持堆芯冷却剂流量。因为直流冷却系统具有冷却剂入口和出口，所以堆芯冷却剂流量依靠“保持从冷段的冷却剂供给”和“保持在热段的冷却剂出口开放”来维持。对于直流冷却的 Super LWR，“给水失流”和“反应堆冷却剂失流”是相同的。BWR具有再循环，在RPV内的冷却剂装量大。 PWR有二回路系统，在蒸汽发生器 (SG)中有大的冷却剂装量。因此，Super LWR 的给水比 LWR更重要。在本文中，为了与LWR相区别， Super LWR 的“给水流”、“给水系统”和“给

11、水泵”分别描述为“主冷却剂流”、“主冷却剂系统”和“反应堆冷却剂泵(RCP)”。 由于是直流冷却系统，因此在稳态的主冷却剂流量等于堆芯冷却剂流量和主蒸汽流量。III. 电厂和安全系统Super LWR 的电厂和安全系统见 图8。为了保证 Super LWR 的安全，以下三个功能是重要的：（ 1）保持冷却剂从冷段供给，（2）保持热段的冷却剂出口开放，（3）停堆。功能（ 1）和（2）符合“保持堆芯冷却剂流量”的安全原则。针对这些功能设计的安全系统参数总结在表2中。针对这三个安全功能的电厂和安全系统描述如下。7 图8 Super LWR 的电厂和安全系统1 冷却剂供给Super LWR 有两条主冷却

12、剂管线。额定运行采用两台50机组容量的汽动RCP，这样使得电厂能够获得比采用电动RCP 更高的净热效率。为了反应堆的启、停冷却和汽动 RCP 的备用，配备了两台 25机组容量的电动 RCP。和FPP 一样，提8 供了一台除气器以维持RCP 的入口压力。在 RCP 不可用的情况下，冷却剂的供给就靠安全系统来提供。作为主冷却剂系统的备用，配备了三个系列的汽动辅助给水系统(AFS)。它们也具有堆芯隔离冷却系统(RCIC)的功能，因为像 BWR 的RCIC一样，主蒸汽是从MSIV 的上游抽取的。初始水源是冷凝水贮存箱，它和BWR 的RCIC 一样可自动地转换到抑压水池。 应当注意，Super LWR

13、的AFS 不同于 PWR 设置在二回路系统的AFS。单列AFS 的容量是额定流量的 4，这是在超临界压力下考虑单一故障排出衰变热确定的。为AFS 的备用和破管后的堆芯再淹没提供了三个系列电动LPCI。它们也具有余热排除系统 (RHR)的功能。与 BWR一样，水源是抑压水池。如果失去厂外电源，则由应急柴油发动机 (E/G) 向LPCI/RHR 供电。LPCI 的容量是由考虑单一故障下大破口失水事故 (LOCA) 的堆芯再淹没而确定的。目前的设计容量为每系列300kg/s，这大约是额定流量的 25。单列 RHR 可有效排出衰变热。2. 冷却剂排出直流冷却系统的冷却剂排出由MSIV 、主闸阀、透平控

14、制阀和透平旁通阀保持。它们与 BWR 的相类似。在热段阀门关闭的情况下 （例如透平旁通故障或 MSIV 关闭后的透平跳闸），与 BWR 一样，由安全释放阀（ SRV ）提供冷却剂排出并缓解压力。SRV也有和 BWR 一样的 ADS 功能。Super LWR 有两条主蒸汽管线。和 ABWR 一样，每条管线上都配置了 4个SRV 。 SRV 的总数是 ABWR 的一半， 因为主蒸汽管线的数量也是一半。在目前的设计中，在 25MPa 下通过单个 SRV/ADS 的排泄流量是额定流量的20。3. 反应堆停堆和BWR 一样，Super LWR 有两个独立的停堆系统： 反应堆紧急停堆系统和备用液体控制系统

15、（ SLCS ）。紧急停堆的反应性价值由堆芯设计研究来确定，它要考虑在卡棒准则的条件下满足停堆裕量超过1dk/k 。对于安全分析，要采用10dk/k 。SLCS 是为备用停堆提供的。为冷停堆所需的水箱容积和硼浓度的估计与ABWR 相同。IV. 安全系统启动1. 异常等级异常等级与安全系统启动之间的关系见表3。它涉及到堆芯冷却剂流动所需的9 “冷却剂供给”和“冷却剂出口”的功能异常。当主冷却剂流量等级低时，冷却剂供给减少就会被察觉到。随后取决于异常等级，反应堆紧急停堆， AFS和ADS/LPCI 启动。在等级 1（90）反应堆紧急停堆，然后在等级 2（20）AFS 启动。等级 3（6）意味着衰变热不能在超临界压力下排出，因此反应堆要卸压。当压力等级高时，冷却剂出口关闭就会被察觉到。在等级1（26.0MPa ）反应堆紧急停堆，然后在等级 2（26.2MPa ）SRV 启动。 SRV 的定值与正常运行压力的比值小于ABWR, 因为在 Super LWR 中的运行压力高， 其堆芯压力的相对变化量比ABWR 的更小。然而“高压”紧急停堆定值与正常运行压力的比值是保守地和ABWR 的一样，因为在加压瞬态下紧急停堆不重要。当压力等级低时，阀门异常打开和管道破裂就会被探测到。